Атомные станции нового поколения

Укрепление позиций ядерной энергетики и объективное увеличение доли электроэнергии вырабатываемой на АЭС, в общем балансе производства электроэнергии закреплено в Генеральной схеме размещения объектов электроэнергетики до 2020 года и одобрено распоряжением Правительства Российской Федерации от 22.02.2008 года № 215.

Опыт работы ведущих зарубежных стран и конкуренция на рынке поставки услуг в области атомной энергетики привели к необходимости разработки проектов энергоблоков атомных станций с реакторами нового поколения, обеспечивающими качественный шаг вперед в ожидаемом уровне их безопасности. Также возрастают и требования нормативных документов по безопасности АЭС.

Вместе с тем, обеспечение устойчивой конкурентоспособности требует упрощения и удешевления конструкций атомных энергоблоков с целью минимизации капитальных вложений, сроков строительства и эксплуатационных издержек при одновременном повышении надежности.

Указанные тенденции предопределили необходимость создания следующего поколения реакторов ВВЭР и энергоблоков АЭС на их основе. Для удовлетворения требований потребителей в России и заказчиков в других странах, достижения необходимых экономических и технических характеристик, требуется иметь ряд проектов блоков АЭС различной мощности, начиная от десятков МВт и до 1500-1800 МВт (эл).

Блоки с реакторами мощностью от единиц до двух-трех сотен МВт могут использоваться в изолированных системах энергоснабжения. Для условий России это населенные пункты и отдельные предприятия с энергоемкими производствами в районах крайнего Севера и Дальнего Востока, не имеющие связей с региональными энергосистемами.

Блоки мощностью 300-600МВт представляют интерес для регионального энергоснабжения в России, и для зарубежных потребителей с относительно небольшими по установленной мощности энергосистемами, не имеющими развитых межсистемных связей с мощными линиями электропередачи. Для энергоблоков этого диапазона мощностей относительно не сложно решается задача участия атомного блока в регулировании мощности и частоты в энергосистеме.

Блоки мощностью 1000 МВт (эл.) и более должны использоваться как для покрытия базовых нагрузок в энергосистеме так и для регулирования мощности и частоты, в случае необходимости. Такие энергоблоки, работая в режимах базовых нагрузок, должны обеспечить наименьшую себестоимость электроэнергии и повышенную конкурентоспособность АЭС по сравнению с электростанциями на любых видах органического топлива.

Разработка проектов новых энергоблоков атомных станций с реакторами типа ВВЭР ведется с использованием следующих подходов и решений, повышающих их надежность и безопасность:

- применение систем безопасности пассивного принципа действия, срабатывающих без подачи внешней энергии и позволяющих в аварийных ситуациях длительно (не менее 24 часов) расхолаживать реакторную установку без вмешательства оператора;

- проектирование систем нормальной эксплуатации с учетом возможности их использования как активных систем безопасности, в случае необходимости;

- применение двойных защитных оболочек: внутренней герметичной, выполняющей функцию локализации, и наружной, способной противостоять внешним воздействиям (падение самолета, взрывы, другие внешние воздействия);

- введение в проект систем для управления запроектными авариями (детерминистски полагается возможность такой аварии) и разработка решений, обеспечивающих удержание расплава в корпусе реактора, либо в специальной ловушке, размещаемой под корпусом реактора;

- оптимизация числа пассивных и активных каналов систем безопасности и их мощности.

Одновременно с повышением безопасности принимаются меры по уменьшению затрат на сооружение и эксплуатацию АЭС за счет:

- снижения расхода бетона, металла, арматуры, насосов, кабеля благодаря применению пассивных систем;

- оптимизации компоновки помещений, зданий и сооружений, решений по генеральному плану;

- увеличения срока службы основного и оптимизации срока службы вспомогательного оборудования;

- повышения глубины выгорания топлива при заданном обогащении;

- внедрения решений, повышающих термодинамический КПД блока;

- уменьшения количества поступающих на переработку радиоактивных отходов, внедрения современных технологий их переработки и хранения;

- снижения пожарной нагрузки в помещениях энергоблока, повышения пожарной безопасности за счет применения воды в качестве среды для смазки и охлаждения оборудования;

- внедрения современных систем управления технологическими процессами и уменьшения численности персонала АЭС;

- внедрения автоматизированных систем управления ресурсом и ремонтом оборудования.

Перечисленные выше подходы реализуются при проектировании АЭС нового поколения вне зависимости от их уровня мощности.

ОАО «НИАЭП» участвует в разработке нескольких проектов атомных станций нового поколения:

- проект АЭС с реакторной установкой ВБЭР-300;

- проекты Нововоронежской АЭС-2 и Ленинградской АЭС-2 на основе базового проекта АЭС-2006 с реакторной установкой мощностью 1150МВт (эл.);

- проекты Нижегородской и Тверской АЭС на основе базового проекта АЭС-2006.

Кроме того, ОАО «НИАЭП» участвовал в разработке базового проекта АЭС с реакторной установкой ВВЭР-1500.

Проект энергоблока АЭС с реакторной установкой ВБЭР-300.

Данный проект разрабатывается нижегородскими организациями: ОКБМ «Африкантов», ОАО «НИАЭП», НИИИС им. Ю.Е. Седакова при научном руководстве РНЦ «Курчатовский институт» и участии в проекте ведущих в отрасли организаций и предприятий: РФЯЦ ВНИИЭФ, ВНИИНМ им. А.А. Бочвара, ОАО «Ижорские заводы». Приказом Федерального агентства по атомной энергии от 24.09.2007 года № 494 главный конструктор реакторной установки и оборудования реакторного отделения ОКБМ назначен головным разработчиком проекта АЭС, а ОАО «НИАЭП» - генеральным проектировщиком АЭС с реакторной установкой ВБЭР-300.

Эскизный проект РУ прошел экспертизу предприятий Росатома и одобрен НТС № 1 Федерального агентства по атомной энергии. Работа над проектами РУ и АЭС продолжается.

Проект характеризуется следующими показателями:

- тепловая мощность реактора – не менее 830МВт;

- электрическая мощность энергоблока – не менее 295 МВт;

- коэффициент использования – не менее 0,91;

- установленный (проектный) срок службы РУ – 60 лет.

Особенностью проекта является то, что реакторная установка ВБЭР-300 разрабатывается с максимальным использованием проверенных в эксплуатации технических решений в области судовых ядерных энергетических установок и с учетом опыта эксплуатации реакторов типа ВВЭР, достижений в области обеспечения безопасности атомных станций и судовых реакторов.

К отличительным особенностям проекта РУ следует отнести:

- блочную компоновку оборудования первого контура;

- пониженную энергонапряженность активной зоны реактора;

- применение герметичных главных циркуляционных насосов;

- применение прямоточного парогенератора змеевикового типа;

- оптимизированное сочетание пассивных и активных систем безопасности;

- обеспечение возможности функционирования пассивных систем на всем спектре проектных аварий в течение не менее 24 часов;

- резервирование и разнообразие применяемых средств останова реактора, охлаждения активной зоны и отвода остаточных тепловыделений.

Проекты реакторной установки ВБЭР-300 и энергоблока разрабатываются в соответствии с требованиями российских норм и правил по безопасности, с учетом положений INSAG и EUR, рекомендаций содержащихся в документах МАГАТЭ.

При обосновании проектных решений используются результаты ранее выполненных НИР и ОКР по надежности, безопасности, технологии изготовления, полученные при разработке проектов аналогичных РУ.

Проектными решениями отдается приоритет предотвращению аварий, а не устранению их последствий, обеспечению свойств внутренней самозащищенности (самоограничение и самоглушение реактора, ограничение давления и температуры первого контура, скорости разогрева, масштабов разгерметизации I контура и темпов истечения теплоносителя), использованию пассивных систем безопасности, устойчивости к экстремальным внешним воздействиям, ограничению последствий постулируемых тяжелых аварий. Обеспечивается сохранение целостности корпуса реактора в авариях.

Реакторная установка энергоблока размещается в двойной защитной оболочке. Наружная железобетонная оболочка защищает реактор и оборудование реакторного отделения от внешних природных и техногенных воздействий, таких как падение самолета, воздушная ударная волна и т.д. Внутренняя стальная герметичная оболочка препятствует распространению во внешнюю среду радиоактивных веществ в случае нештатных ситуаций на энергоблоке.

Совокупность защитных барьеров и мер по их сохранению в аварийных ситуациях определили возможность установления границ санитарно-защитной зоны АЭС в границах промплощадки станции и установления границы зоны планирования защитных мероприятий на расстоянии не более 1 км от границ промплощадки, что обеспечивает возможность размещения АЭС с реакторными установками ВБЭР-300 в непосредственной близи от границ жилой застройки городов.

Блочность конструкции реакторной установки и компактность АЭС, освоенные технологии изготовления основного оборудования и строительных конструкций обеспечивают достижение экономических показателей атомной станции с установками ВБЭР-300 сопоставимых с показателями АЭС на базе реакторных установок ВВЭР-1000.

Поскольку АЭС с ВБЭР-300 по сравнению с АЭС с ВВЭР-1000 характеризуется меньшими абсолютными капитальными затратами на сооружение и более коротким сроком строительства, для заказчика снижается инвестиционный риск и сокращается срок начала возврата капиталовложений

Заинтересованность в сооружении АС с реакторными установками ВБЭР-300 выразила Республика Казахстан. К настоящему времени с участием ОАО «НИАЭП» разработано ТЭО-ОБИН сооружения двухблочной АС с установками ВБЭР-300 в Мангистаусской области Республики Казахстан. Следующий этап – разработка проекта АС.

Проект АЭС-2006.

Масштабная программа сооружения АЭС определила необходимость разработки в сжатые сроки проекта атомной станции с технко-экономическими показателями, превышающими достигнутые в ранее реализованных проектах АЭС с установками ВВЭР. Проект получил название «Проект АЭС-2006».

Для разворота работ по проекту АЭС-2006 Росатомом было создано несколько рабочих групп, в том числе группа разработки технических заданий (ТЗ) на технический проект РУ и проект АЭС-2006. В рабочую группу вошли ведущие специалисты Росатома, ОКБ «Гидропресс», ОКБМ, РНЦ «Курчатовский институт», концерна «Росэнергоатом», ЗАО «Атомстройэкспорт», трех институтов «Атомэнергопроект», ВНИИАЭС, ряда других организаций и предприятий. Перед данной группой была поставлена задача: проанализировать и обобщить решения и опыт, накопленные при разработке проектов АЭС У-87, АЭС-91, АЭС-92, У-87/92, АЭС «Куданкулам», АЭС «Тяньвань» и включить наиболее оптимальные из них в технические задания (ТЗ) на РУ и АЭС-2006 с целью достижения современных показателей безопасности и надежности при минимальных капитальных вложениях на сооружение станции.

Рабочими группами были подготовлены ТЗ на технические проекты РУ, ТУ, АСУ ТП, и ТЗ на ТЭО (проект) АЭС-2006. В ТЗ установлены следующие основные целевые показатели и требования:

- тепловая мощность реактора – 3200МВт, с возможностью ее форсирования в дальнейшем до 3300МВт;

- проектный срок службы основного оборудования РУ – 60 лет;

- электрическая мощность энергоблока – не менее 1150МВт, с возможностью ее форсирования в дальнейшем до 1200МВт;

- коэффициент технического использования, усредненный за весь срок службы АЭС – 92%;

- максимальное выгорание топлива по ТВС – до 70 МВт сут/кгU;

- длительность межперегрузочного периода – до 24 месяцев;

- оптимизированная структура систем безопасности;

- допустимое время восстановления основных систем безопасности – не менее 72-х часов;

- повышенный КПД за счет повышения рабочих параметров первого и второго контура;

- уменьшение объема радиоактивных отходов;

- ориентация на оборудование отечественного изготовления;

- максимальное использование результатов НИР и ОКР проведенных для реакторов ВВЭР и энергоблоков с ВВЭР ранее;

- выполнение требований российских НТД, максимальный учет рекомендаций МАГАТЭ и требований EUR;

- достижение экономических показателей, обеспечивающих конкурентоспособность АЭС-2006 в России и за ее пределами.

По утвержденному ТЗ на АЭС-2006 разработаны проекты двух атомных электростанций: Нововоронежской АЭС-2 – Генеральный проектировщик ОАО «Атомэнергопроект» г.Москва и Ленинградской АЭС-2 – Генеральный проектировщик ОАО «Атомэнергопроект» г.Санкт-Петербург.

При единстве целевых показателей, определенных техническим заданием на проект АЭС-2006, проектные решения, принимаемые одним и другим генеральным проектировщиком, несколько отличаются, что обусловлено традициями и опытом каждого из институтов. Конкурентный подход при разработке проектов позволит в дальнейшем принять оптимальное решение при развороте серийного строительства АЭС в соответствии с принятой Федеральной целевой программой.

ОАО «НИАЭП» принимает участие в разработке обоих проектов.

По Ленинградской АЭС-2 НИАЭП выполнил проекты комплекса отверждения жидких радиоактивных отходов методом цементирования, здания мастерских зоны свободного доступа и материального склада, здания маслоаппаратной со складом масла и дизтоплива, объединенный газовый корпус. В настоящее время по Ленинградской АЭС-2 выполняется разработка рабочей документации.

Сооружение Ленинградской АЭС-2 ведет инжиниринговая компания ОАО «Атомэнергопроект» г.Санкт-Петербург.

По Нововоронежской АЭС-2 ОАО «НИАЭП» разработал проектно-сметную документацию на комплексы целого ряда зданий и сооружений – всего около 70 объектов. В настоящее время ОАО «НИАЭП» разрабатывает рабочую документацию для строительства 50 объектов Нововоронежской АЭС-2.

Сооружение Нововоронежской АЭС-2 ведет инжиниринговая компания ОАО «Атомэнергопроект» г. Москва.

В соответствии с заданиями ОАО «Концерн Росэнергоатом», ОАО «НИАЭП» выполнил Обоснование инвестиций (ОБИН) в сооружение энергоблоков № 1 - № 2 Нижегородской АЭС и № 1 - № 2 Тверской АЭС. Сооружение данных атомных электростанций предусматривается также по решениям Проекта АЭС-2006.

Проект АЭС с ВВЭР-1500.

Опыт ведущих мировых фирм указывает на экономическую целесообразность широкомасштабного развития атомной энергетики на основе энергоблоков мощностью более 1000 МВт(эл.).

Для условий России возможно создание АЭС с энергоблоками единичной мощностью порядка 1500МВт(эл.), характеристики которой позволят обеспечить преимущество перед альтернативными энергоисточниками на органическом топливе в регионах перспективного роста энергопотребления и достичь высоких экономических показателей. Основные целевые задачи, поставленные концерном «Росэнергоатом» - заказчиком базового проекта АЭС с реакторной установкой ВВЭР-1500, это создание проекта атомной станции, отвечающего требованиям российской и международной нормативной базе по безопасности при экономической эффективности проекта превышающей показатели лучших зарубежных АЭС (AP-1000; EPR).

Энергоблоки с реакторными установками ВВЭР-1500 относятся к энергоблокам третьего поколения. Их концепция базируется на эволюции энергоблоков с реакторами ВВЭР. Работы по проекту АЭС с установкой ВВЭР-1500 основываются на предшествующем опыте создания и эксплуатации АЭС с реакторами ВВЭР и следующих концептуальных положения:

- эволюционный подход при решении технических вопросов;

- использование результатов НИР и ОКР по реакторам ВВЭР;

- выполнение требований современных российских норм и правил, учет рекомендаций Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) и требований EUR;

- коэффициент технического использования должен быть не ниже 93%, а число часов использования установленной мощности в течение года 7600 – 8100;

- плановая продолжительности остановки для перегрузки топлива и периодического обслуживания не должна превышать в среднем 25 суток в год, продолжительности остановки только для перегрузки и перестановки ТВС – 17 суток;

- назначенный срок службы оборудования реакторной установки должен составлять не менее 50-и лет, а корпуса реактора – 60 лет;

- период между техническим освидетельствованием оборудования реакторной установки должны быть не менее 8 лет;

- ориентация на промышленную базу России;

- обеспечение конкурентоспособности на рынке возможных потребителей в России и за рубежом.

Головным разработчиком базового проекта АЭС с реакторной установкой ВВЭР-1500 был определен «Атомэнергопроект» г. Москва, Главным конструктором реакторной установки – ОКБ «Гидропресс», Научным руководителем – РНЦ «Курчатовский институт».

ОАО «НИАЭП» по заданию Генпроектировщика выполнил проектирование следующих зданий:

- переработки и хранения радиоактивных отходов;

- центральных мастерских зоны контролируемо доступа;

- санитарно-бытового корпуса;

- мастерских зоны свободного доступа;

- инженерно-бытового корпуса.

Целевыми задачами при разработке проектных решений по перечисленным выше зданиям являлись:

- применение в проекте современных технологий и оборудования переработки и хранения радиоактивных отходов, обеспечивающих минимизацию объемов компактированных РАО и возможность их длительного хранения;

- применение современных систем дозиметрического контроля персонала станции;

- оснащение ремонтных мастерских современным производительным станочным и грузоподъемным оборудованием для выполнения оперативного ремонта тепломеханического и электротехнического оборудования при минимальной численности вспомогательного персонала станции;

- создание комфортных условий труда персоналу станции;

- уменьшение строительных объемов, материалоемкости и стоимости проектируемых зданий за счет оптимизации компоновочных решений;

- оптимизация решений по генплану станции за счет рациональной компоновки проектируемых зданий и их размещения на генплане.

Обязательства ОАО «НИАЭП» по договору с Головным разработчиком проекта АЭС с ВВЭР-1500 выполнены в полном объеме.